RO R OZ ZP PR RA AW WA A D D OK O KT TO OR RS S KA K A

RO R OZ ZP PR RA AW WA A D D OK O KT TO OR RS S KA K A

AANNEETTAAMAMALLIINNOOWWSSKKAA

BA B AD D AN A N IE I E EM E MI IS S JI J I PR P R OT O TO O NÓ N Ó W W R R EA E AK KC CJ JI I S S Y Y N N TE T EZ ZY Y EM E MI IT TO O WA W AN NY YC C H H Z Z UK U KŁ ŁA AD D U U TY T YP P U U

PL P LA AS S MA M A F F OC O CU US S

Promotor pracy:

Prof. dr hab. Marek J. Sadowski

OTWOCK-ŚWIERK 2007

INSTYTUT PROBLEMÓW JĄDROWYCH im. ANDRZEJA SOŁTANA ZAKŁAD FIZYKI I TECHNOLOGII PLAZMY (P-V)

Pracę dedykuję mojej rodzinie a w szczególności mężowi Karolowi

za wyrozumiałość i wsparcie w trakcie pisania pracy.

PODZIĘKOWANIA

Autor pragnie podziękować promotorowi rozprawy doktorskiej Prof. dr hab. Markowi Sadowskiemu

za prowadzenie pracy oraz opiekę merytoryczną podczas pisania pracy.

Dodatkowo dziękuję Koleżankom i Kolegom z Zakładu P-V IPJ oraz z Instytutu Fizyki Plazmy i Laserowej Mikrosyntezy

za współpracę oraz za stworzenie warunków do pracy eksperymentalnej na układzie PF–360 i PF-1000.

Szczególnie serdeczne podziękowania za pomoc naukową składam dr Adamowi Szydłowskiemu.

SPIS TREŚCI Rozdział 1

Analiza dotychczasowego stanu wiedzy w dziedzinie badań nad

kontrolowanymi reakcjami syntezy jądrowej 1

1.1 Wprowadzenie 1

1.2 Utrzymanie plazmy zewnętrznym polem magnetycznym 3

1.3 Inercyjne utrzymanie plazmy 8

1.4 Utrzymanie plazmy własnym polem magnetycznym 11 1.5 Wnioski z analizy dotychczasowego stanu wiedzy w dziedzinie badań

nad kontrolowanymi reakcjami syntezy jądrowej

16

Rozdział 2

Sformułowanie tezy naukowej 22

2.1 Teza naukowa i cel pracy doktorskiej 22

Rozdział 3

Układ eksperymentalny 25

3.1 Opis zjawiska Plasma Fokus 25

3.2 Charakterystyka urządzenia Plasma Fokus 33

Rozdział 4

Metody pomiarowe wykorzystywane w badaniach protonów 37 4.1 Pomiary protonów przy użyciu dielektrycznych detektorów śladowych

(SSNTD’s)

37 4.2 Pomiary protonów przy użyciu kamer typu piniole 43

Rozdział 5

Układy eksperymentalne wykorzystywane w pomiarach emisji protonów oraz opis sposobu przeprowadzenia badań

45 5.1 Badanie charakterystyk dielektrycznego detektora śladowego 45

5.2 Kamery typu pinhole 55

Rozdział 6

Wyniki oraz analiza pomiarów 61

6.1 Pomiary integralne w czasie 61

6.2 Pomiary energetyczne protonów 84

Rozdział 7

Podsumowanie i wnioski końcowe 108

Dodatek

Obliczenia widm energetycznych protonów 112 8.1 Rozważania ogólne rozkładu kątowego i przekroju czynnego dla

reakcji D(d, p)T

112 8.2 Widma protonów wyemitowanych z plazmy w stanie równowagi

termodynamicznej 123

8.3 Widma protonów wyemitowanych z plazmy pod wpływem mechanizmu akceleracyjnego

127

Słowniczek 132

STRESZCZENIE

Pomiary produktów reakcji syntezy dostarczają wiele cennych informacji o podstawowych parametrach plazmy i mechanizmach reakcji jądrowych. W wielu laboratoriach na całym świecie dotychczas badano głównie neutrony. Pomiarom szybkich protonów pochodzących z drugiego kanału reakcji D-D poświęcano niewiele uwagi, chociaż produkty te mogą dostarczyć wiele informacji uzupełniających. Poza tym, w porównaniu z neutronami protony mogą być mierzone z lepszą rozdzielczością przestrzenną i energetyczną. Pomiary wykonane za pomocą kamery typu pinhole pozwalają określić przestrzenny rozkład źródeł emisji protonów (tj. obszarów, w których zachodzą takie reakcje), ocenić intensywność reakcji w tych źródłach oraz ich mikrostrukturę. Badania rozkładu energetycznego protonów pozwalają również ocenić, które mechanizmy reakcji jądrowych (tzn. oddziaływania termojądrowe czy oddziaływania typu wiązka-tarcza) przeważają w wytworzonej plazmie i są odpowiedzialne za emisję szybkich protonów i neutronów.

W związku z powyższym, podstawowym celem niniejszej pracy była analiza problemów związanych z badaniami protonów pochodzących z reakcji syntezy D-D zachodzących w gorącej plazmie wytwarzanej w urządzeniach typu Plasma Focus (PF).

Badania przeprowadzono w dwóch różnych układach: PF-360 w IPJ w Świerku oraz dużym układzie PF-1000 w IFPiLM w Warszawie. Umożliwiło to zbadanie zależności emisji produktów reakcji jądrowych od parametrów układu zasilania (tj. energii i prądu wyładowania) oraz od innych parametrów pracy układu PF. Jako podstawowe narzędzie badawcze do wykonania zaplanowanych badań wybrano dielektryczne detektory śladowe (SSNTD) typu CR-39/PM-355.

ABSTRACT

In numerous plasma laboratories, dispersed all over the world, there are carried out extensive studies concerning the collection of information about properties and parameters of various high-temperature deuterium plasma discharges. Such information can be gained from measurements of different products of D-D fusion reactions. Particular attention is often paid to measurements of fast neutrons, which are studied with different spatial- and temporal- resolutions. Measurements of fast protons, which are produced in the second reaction channel, have so far brought smaller attention. On the other hand, the fast protons (originating from the

D

D- fusion reactions) can be measured with better spatial- and energetic-resolution than the fusion neutrons. From measurements of an angular distribution of the fusion protons by the use ion cameras it is possible to determine the spatial distribution of sources (micro- regions), in which the fusion reaction occur, as well as to estimate their efficiency and micro- structure. Moreover, from studies of energetic distributions of the fusion protons one can also estimate which nuclear processes (e.g. thermonuclear reactions or beam-target interactions) are responsible for the observed emissions of fast neutrons and protons.

Taking into consideration the situation described above, the main aim of this Ph.D.

thesis became an analysis of problems connected with measurements of protons from D-D reactions occurring inside high-temperature deuterium plasma produced within PF-type experiments. Detailed measurements of the fusion protons have been performed within the PF-360 facility (operated at IPJ in Swierk) and PF-1000 facility (operated at IPPLM in Warsaw). The main measuring tools have been solid-state nuclear track detectors (SSNTD’s), and particularly track detectors of the CR-39 and PM-355 type.

Rozdział 1

Analiza dotychczasowego stanu wiedzy w dziedzinie badań nad kontrolowanymi reakcjami syntezy jądrowej

1.1 Wprowadzenie

Intensywna eksploatacja naturalnych zasobów energii, w dłuższej perspektywie czasu, doprowadzi kraje całego świata do podjęcia trudnej decyzji, dokonania wyboru pomiędzy rozszerzeniem zasobów energii jądrowej, albo zasadniczym zredukowaniem obecnych standardów życia [1–3]. Wobec tego scenariusza, kraje Europy oraz inne wielkie kraje świata przedstawiły alternatywne źródło energii, oparte na syntezie termojądrowej. Będzie ono w stanie lepiej zaspokoić rosnące zapotrzebowanie na energię współczesnej populacji. W związku z zaangażowaniem w ten projekt wielu specjalistycznych dyscyplin nauki, państwa członkowskie UE połączyły swoje siły w Europejską Wspólnotę Energii Atomowej (Europen Atomic Energy Community – EURATOM). Organizacja ta umożliwiła lepszą współpracę pomiędzy wieloma ośrodkami naukowymi z różnych krajów europejskich w dziedzinie rozwoju badań i technologii termojądrowych oraz wymianę specjalistów.

Obecnie na całym świecie przeprowadzane są prace eksperymentalne i teoretyczne, których celem jest zbudowanie w przyszłości reaktora, w którym energia uzyskiwana będzie z reakcji syntezy termojądrowej. Zasoby paliwa termojądrowego – deuteru – są właściwie niewyczerpalne i mogą zaspokoić „głód energetyczny”

ludzkości na wiele milionów lat. Na każde 5000 cząsteczek zwykłej wody w wodach mórz i oceanów występuje jedna cząsteczka ciężkiej wody D2O. Wynika stąd, że łączne zasoby deuteru na kuli ziemskiej wynoszą około 10¹⁷ kg, co odpowiada zasobom energetycznym rzędu 10²⁴ kWh. Koszty uzyskania tego paliwa są bardzo małe.

Uzyskanie 1 g deuteru kosztuje w przybliżeniu 1 $.

W urządzeniach, w których wytwarzana jest plazma, próby wydzielenia energii z reakcji syntezy przeprowadza się głównie na deuterze, ewentualnie na mieszaninie deuteru i trytu. Reakcje syntezy z udziałem deuteru, trytu oraz helu przebiegają w następujący sposób:

MeV p

He He D

MeV n

He T D

MeV n

He D D

MeV p

T D D

3 . 18

6 . 17

3 . 3

0 . 4

4 3

4 3

+ +

® +

+ +

® +

+ +

® +

+ +

® +

Przewiduje się, że w ewentualnym pierwszym reaktorze termojądrowym wykorzystana będzie reakcja D-T . Reakcja ta zachodzi z około stu razy większym prawdopodobieństwem, (w temperaturze kilku milionów ^oC, jaką przewiduje się w pierwszych reaktorach) i „dostarcza” więcej energii niż reakcja D-D. Tryt, niedostępny w przyrodzie uzyskuje się w reakcji prędkich neutronów z tarczą litową.

Zasoby litu w skorupie ziemskiej są prawie tak duże jak zasoby deuteru.

Pierwszymi układami, w których udało się uzyskać plazmę o parametrach zbliżonych do „termojądrowych” (kryterium Lawsona) są układy typu Z–pinch, zbudowane w latach pięćdziesiątych. Plazma w tych układach utrzymywana jest własnym polem magnetycznym wytworzonym przez prąd płynący wzdłuż kolumny plazmowej. W latach sześćdziesiątych opracowano układy typu zamkniętej pułapki magnetycznej (Tokamak, Stellarator), gdzie plazma utrzymana jest przez zewnętrzne pole magnetyczne. Od połowy lat siedemdziesiątych rozpoczęto prace nad inercyjnym utrzymaniem plazmy, w których plazma wytwarzana jest za pomocą wiązek jonów, elektronów oraz intensywnego promieniowania lasera.

Aby wykorzystać te ogromne zasoby energetyczne musimy „opanować”

kontrolowaną reakcję syntezy termojądrowej. Oznacza to, że musimy nauczyć się wytwarzać temperatury rzędu milionów^oC, poznać właściwości materii w tak wysokich temperaturach oraz znaleźć sposoby na utrzymanie ogrzanej plazmy.

1.2 Utrzymanie plazmy zewnętrznym polem magnetycznym

W latach 60–tych, radziecki fizyk L. Arcymowicz opracował urządzenie typu zamkniętej pułapki magnetycznej, które nazwano Tokamak¹ [4, 5] (Rys. 1).

W latach 1950 – 2007 zbudowano wiele układów typu Tokamak. W układach tych wytwarzana jest plazma o parametrach coraz bardziej zbliżonych do tych, przy których uzyskana energia syntezy zrównuje się z energią zużytą na wytworzenie i utrzymanie plazmy. Największym dotychczas zbudowanym (przez Wspólnotę Europejską) Tokamakiem jest układ JET (Joint European Torus), który ulokowano w Culham (Anglia).

W 1991 roku w układzie JET wykorzystano po raz pierwszy mieszaninę deuter–

tryt [7] (Rys. 2). Uzyskano wówczas z reakcji syntezy 2 MJ energii. Energii tej odpowiadała maksymalna moc 1.7 MW. W 1997 roku dzięki iniekcji wiązki trytonów (z generatora wiązki neutralnej) uzyskano 7 MJ energii. Jak widać na rysunku 2, udało się również wydłużyć czas wyładowania do około 6 s, dzięki temu uzyskano z reakcji syntezy, średnią moc około 4 MW. W tym samym roku uzyskano również rekordowe moce 16 MW w wyładowaniach trwających około 2 s. Tak rekordowe moce były możliwe głównie dzięki zastosowaniu specyficznych metod nagrzewania plazmy. Do grzania plazmy dostarczano około 22 MW w formie wiązek wysokoenergetycznych cząstek neutralnych (NBI) oraz około 3 MW w formie promieniowania mikrofalowego (ICRF heating). Obecnie pełna moc grzania plazmy wynosi 40 MW w czasie 10 s.

Rys. 1. Układ typu Tokamak [6].

Cewki pola toroidalnego

Jednym z większych problemów w tego typu eksperymentach jest ucieczka szybkich cząstek z obszaru plazmy [8]. Ubytek tych cząstek uzupełniany jest przez wstrzyknięcie tzw. mikropeletów (mikrotarcze zawierające paliwo termojądrowe) w postaci kuleczek lodu deuterowego. Na przełomie 2004 i 2007 roku układ JET podlegał licznym modernizacjom [9]. Zastosowano także szereg nowych narzędzi diagnostycznych do detekcji cząstek alfa i neutronów, jak również liczne urządzenia do zbadania oddziaływania plazmy ze ściankami układu.

Równorzędnie prowadzone były badania na wielu mniejszych układach typu Tokamak, takich jak np. DIII–D i NSTX w Stanach Zjednoczonych, TEXTOR w Niemczech, TORE SUPRA we Francji, JT–60U w Japonii, KSTAR w Korei czy T–10 M i T–11M w Rosji [10–19]. W układach tych większość prac dotyczyła niestabilności plazmy i rozkładu plazmy wzdłuż promienia. Prace te miały doprowadzić do wydłużenia czasu utrzymania plazmy, jak również do odsunięcia jej od ścian komory.

Dla przykładu, w układzie DIII–D po wpuszczeniu deuteru w obszar pomiędzy plazmą a ściankami komory, zaobserwowano ochłodzenie obrzeży plazmy (w tym obszarze).

Przyczyniło się to do znacznego wydłużenia czasu eksploatacji materiału, z którego wykonano ścianę komory. Podobne badania przeprowadzane są na układzie TEXTOR, gdzie w badaniach transportu materiału w plazmie brzegowej stosuje się tzw. technikę śladową. Zastosowanie znaczników śladowych o wysokiej liczbie atomowej Z (np.

węgiel) również obniżyło stopień erozji elementów, z których wykonano ściany komory. Prowadzone są również prace, których celem jest odprowadzenie

Rys. 2.Rozwój mocy uzyskanej z reakcji syntezy na układzie JET i TFTR [7].

zanieczyszczeń z plazmy na zewnątrz układu. Aby to uzyskać, stosowane są różnego rodzaju dywertory².

Na mniejszych układach, np. TEXTOR, gdzie wartość prądu plazmy wynosi 0.8 MA, a pola magnetycznego 3.0 T, również plazma grzana jest przez ICRF oraz NBI.

Przy pełnej mocy tych generatorów, dochodzącej do 9 MW, uzyskuje się impulsy wyładowania o czasie trwania kilku sekund. Na TORE SUPRA, przy mocach grzania 15 MW, czas wyładowania został wydłużony do 1000 s.

Zastosowanie wymienionych wyżej technik grzania plazmy pociąga za sobą kolejne lawiny prac, związanych np. z obserwacją zmian temperatury jonowej plazmy.

Duże postępy zrobiono także na układach typu Tokamak w Chinach [20]. W Chinach pomiary eksperymentalne prowadzone są na siedmiu układach. Na każdym z nich przeprowadzany jest inny rodzaj pomiarów. HT–7 jest średniej wielkości układem typu Tokamak, na którym prowadzone są prace dotyczące utrzymania ciągłego działania układu. Innym małym układem jest HT–6M, gdzie przeprowadza się badania nad skutecznością grzania za pomocą ICRF oraz pomiary transportu plazmy brzegowej.

Grupy badawcze na HL–1M również zajmują się grzaniem plazmy oraz przyspieszaniem procesu zapłonu, zaś na układach KT–5 i CT–6B bada się turbulencje brzegowe plazmy.

NSTX jest typem układu z magnetycznym utrzymaniem plazmy o konfiguracji sferycznego torusa (ST). Układ ten zbudowano w laboratorium w Princeton, USA [21, 22]. Do innych tego typu układów zaliczyć można MAST w Wielkiej Brytanii oraz GLOBUS–M w Rosji [23, 24]. Wytwarzana w nich plazma ma kształt sfery, z tym że środek układu nie jest wypełniony plazmą. Podstawowe parametry układu NSTX to: R

= 1.4 m, pole magnetyczne w zakresie B = 1.2 – 2.0 Tesla oraz czas trwania wyładowania 0.3 – 1.2 s. Przy odpowiednim grzaniu plazmy układ jest w stanie wytworzyć plazmę o odpowiednim profilu potrzebnym do testowania krytycznych wartości fizycznych np. β plazmy (stosunek ciśnienia plazmy do ciśnienia pola magnetycznego). Ta nowatorska konfiguracja plazmy może mieć wiele korzyści. Do najważniejszych z nich zaliczana jest zdolność utrzymania plazmy o wyższym ciśnieniu przy zastosowaniu silnych pól magnetycznych. Biorąc pod uwagę, że ilość wyprodukowanej mocy z reakcji syntezy jest proporcjonalna do kwadratu ciśnienia plazmy, użycie takiej konfiguracji znacznie zmniejszyłoby koszty budowy reaktora termojądrowego. Głównym celem eksperymentów wykonywanych na układach typu ST

sferycznie ukształtowanej plazmie. Innym celem eksperymentów jest ustalenie nowych parametrów wyładowania przy prądach rzędu mega amperów oraz przy wysokim b plazmy, tj. równocześnie ultra wysokiego b, długiego czasu utrzymania i dobrej inicjacji prądu wyładowania.

Prace badawcze przeprowadzone na istniejących już układach typu Tokamak, dzięki którym uzyskano plazmę o coraz lepszych parametrach spowodowały, że w ramach współpracy między Wspólnotą Europejską, Japonią i Rosją „powołano do życia” cztery zespoły, których celem było opracowanie nowego projektu wielkiego układu ITER (International Tokamak Experimental Reactor) [25–28]. Rysunek 3 przedstawia porównanie gabarytowe układów JET i ITER. W tabeli 1 wyszczególniono główne parametry plazmy w układzie ITER.

Tab. 1.

GŁÓWNE PARAMETRY I ROZMIARY PLAZMY

Całkowita moc syntezy 500 MW (700 MW) Prąd plazmy (Ip) 15 MA (17.4 MA) Wprowadzane pomocnicze grzanie 73 MW (100 MW) Większy promień plazmy 6.2 m

Mniejszy promień plazmy 2.0 m Objętość plazmy 837 m³ Powierzchnia plazmy 678 m² Czas trwania impulsu do 30 minut

Rys. 3. Widok układów JET i ITER [7, 27].

Pomimo wielu wcześniejszych problemów związanych z finansowaniem projektu oraz wyborem miejsca lokalizacji układu ITER, 28 czerwca 2007 roku podjęto decyzję o zlokalizowaniu ITER–a we Francji, niedaleko centrum badań w Cadarache (CEA) [27]. Ten międzynarodowy projekt jest ważnym ogniwem pośrednim pomiędzy dzisiejszymi badaniami prowadzonymi nad „ujarzmieniem” syntezy, a jutrzejszym sposobem uzyskania z niego elektryczności. W nadchodzących latach ITER będzie budowany przez 6 partnerów: Unię Europejską, Japonię, Koreę, Chiny, Rosję i Stany Zjednoczone. Lokalizacja ITER–a na terenie Unii Europejskiej jest z jednej strony dobrą wiadomością dla nas, członków Unii, z drugiej strony jednak stanowi szczególne wyzwanie dla całej społeczności badawczej pracującej w ramach europejskiego projektu badań nad syntezą jądrową.

Innym układem typu zamkniętej pułapki magnetycznej jest Stellarator³(Rys. 4).

Projekt zasady działania Stellaratora został opracowany przez Lymana Spitzera a pierwsze urządzenie tego typu zostało zbudowane w laboratorium w Princeton w 1951 roku.

W najnowszych Stellaratorach, stosując różne metody grzania, takie jak: ICRF, NBI, uzyskano plazmę o parametrach zgodnych z przewidywaniami różnych modeli i praw skalowania [30–33]. Obecnie prowadzone są eksperymenty obejmujące głównie takie zagadnienia jak: 1. Badanie limitu stabilności β (stosunek ciśnienia plazmy do ciśnienia pola magnetycznego) – celem tych eksperymentów jest zbadanie wpływu wiązki neutralnej na stabilność plazmy; 2. Badania przeprowadzane nad różnego rodzaju dywertorami, jak np. „dywertorem wyspowym” (island divertor); 3. Wpływ

Rys. 4. Układ typu Stellarator [29].

właściwościach transportu plazmy brzegowej; 4. Grzanie elektronowe plazmy przy wysokich koncentracjach wiązek, które odgrywa istotną rolę przy kontrolowaniu całkowitego prądu w układzie; 5. Teoretyczne badania struktur pola elektrycznego (analizowane są równania transportu przy użyciu odpowiedniego modelu).

Zachęcające wyniki uzyskane na układach typu Stellarator od układu W1–A aż do układu W7–AS w Garching (Niemcy), stały się podstawą do opracowania projektu jeszcze większego Stellaratora WENDELSTEIN 7–X. Zgodnie z decyzją rządu niemieckiego, układ ten jest obecnie budowany w nowym laboratorium w Greifswald (niedaleko od Szczecina) [34, 36]. Celem tego projektu, jest zademonstrowanie potencjalnego reaktora pracującego w konfiguracji Stellaratora. Jest to tak zwana idea HELIAS.

Pole magnetyczne o zadanej konfiguracji, wytwarzane będzie przez 50 niepłaskich i 20 płaskich super–przewodzących cewek, które będą rozmieszczone w pięciu modułach oraz schładzane do 3,3 K przy użyciu ciekłego helu [34, 36].

Wszystkie największe części, tj. pierwsze cewki i segment komory układu Stellaratora dostarczono do końca 2002 roku. Stellarator WENDELSTEIN 7–X będzie miał do dyspozycji około 300 kanałów pomiarowych. Sto pięćdziesiąt kanałów zaprojektowane zostanie do celów diagnostyki plazmy, dziewiętnaście dla celów grzania plazmy.

Grzanie plazmy w układzie W7–X realizowane będzie poprzez 10 MW Elektron Cyklotron Resonance Frequensy heating (ECRF). Około sto pięćdziesiąt kanałów ma służyć do obsługiwania i kontrolowania dywertora. W 2006 roku do diagnostycznego uposażenia w pełni zoptymalizowanego Stellaratora WENDELSTEIN 7–X włączono system reflektometrów, których zadaniem będzie pomiar profilów gęstości na brzegach plazmy oraz określenie zmian tych profili w czasie i przestrzeni (propagacja poloidalna). Prace przygotowawcze takiego projektu i instalacja pierwszej pary anten należą do tak zwanych diagnostyk „pierwszego startu”.

1.3 Inercyjne utrzymanie plazmy

Dużym zainteresowaniem cieszą się również układy z inercyjnym utrzymaniem plazmy⁴. Badania ukierunkowano tu głównie w stronę poszukiwania odpowiedniego

„zapalnika” [37]. Prace realizowane w tym zakresie, przeprowadzane są w dwóch różnych nurtach, tzn. zapłon przez inercyjny centralny gorący punkt, który uzyskiwany jest albo przez bezpośrednie skierowanie wiązki lasera lub w sposób pośredni, rysunek

W obu metodach niezbędne jest wykorzystanie układów laserowych o dużej mocy, dzięki czemu w ostatnich latach powstało wiele układów laserowych o mocy kilku Peta Wattów. Na szczególną uwagę zasługują takie układy jak: NOVA, LIL we Francji, OMEGA w Stanach Zjednoczonych oraz IFSA w Japonii.

Istotnego postępu w tym kierunku badań dokonano dzięki wykorzystaniu kryształów KDP (diwodorofosforan potasu). Kryształy te zmieniają długość fali światła z podczerwieni na ultrafiolet. Zmiana ta pozwoliła uzyskać lepszy przekaz energii lasera do naświetlanej tarczy. Dla przykładu, laser OMEGA przy użyciu 60–u wiązek laserowych jest w stanie dostarczyć więcej niż 40 kJ energii na powierzchnie tarczy o rozmiarze mniejszej niż 1 mm [38, 39]. Postęp technologiczny spowodował, że koszty budowy coraz to lepszych układów laserowych gwałtownie się obniżyły. Laser OMEGA zbudowany został za 1/3 ceny lasera NOVA, a przy około dwudziestokrotnym wzroście kosztów budowy, układ NIF (National Ignition Facility) uzyska prawdopodobnie energię około sześćdziesiąt razy większą.

Pełną gotowość do pracy nowego układu NIF zaplanowano na 2010 rok [40].

Układ NIF będzie dysponował 192 wiązkami laserowymi i dostarczy 1.8 MJ energii oraz 700 TW mocy. Wiązki będą wprowadzane do komory o średnicy 10 m, aby w ten sposób umożliwić zainstalowanie około 100 układów diagnostycznych. Wielkość energii wyzwalanej z reakcji syntezy, jaką otrzyma się w wyniku zaciskania i grzania peletów wiązkami, ma znacznie przewyższać wielkość energii potrzebnej do zainicjowania reakcji syntezy (dodatni bilans energii). Jednym z zadań eksperymentu NIF jest uzyskanie danych, które umożliwią zapoznanie się z procesami fizycznymi, jakie zachodzą przy temperaturach rzędu 100 mln ⁰C oraz przy 100 bilionach atmosfer

Rys. 5. Geometria naświetlania peletu⁵ [38].

Wiązki lasera

Wiązki lasera Pelet

Bezpośrednie skierowanie wiązek

na pelet Pośrednie skierowanie wiązek na pelet

co przekracza założone wartości, wynoszące 125 kJ. Wydajność pracy układu przewidziano na około 700 strzałów rocznie.

Na wiosnę 2000 roku w Pradze (Republika Czech) uruchomiono duży układ PALS, który został przeniesiony z Garching (Niemcy) [41, 42]. Maksymalna wyjściowa energia układu laserowego PALS wynosi 1 kJ, czas trwania impulsu to 400 ps, co daje maksymalną moc około 3 TW. Dzięki specyficznym cechom układu laserowego, PALS jest odpowiednio przystosowany nie tylko do podstawowych badań prowadzonych nad syntezą, ale również znalazł zastosowanie w badaniach wdrożeniowych przy poziomie gęstości mocy obejmującej zakres od 10¹⁴ do 10¹⁶ W/cm². „Dobrej jakości” wiązka lasera PALS jest również wykorzystana do pompowania lasera miękkiego promieniowania rentgenowskiego, który oparty jest na zjawiskach plazmowych. Na szczególną uwagę zasługują ostatnio przeprowadzone, jedyne w swoim rodzaju eksperymenty, polegające na oddziaływaniu strumienia plazmy z niektórymi materiałami (otaczającego nas środowiska). Eksperymenty te dostarczają bogaty materiał do porównania danych uzyskanych eksperymentalnie z modelami teoretycznymi, które znalazły zastosowanie zarówno w astrofizyce jak i w badaniach nad inercyjnym utrzymaniem plazmy.

W 2002 roku rozpoczął pracę duży układ laserowy LIL, będący prototypem do konstruowania znacznie większych układów, np. LMJ (Laser Megajoule) w laboratorium CEA we Francji [43]. Aby osiągnąć określony cel, założony przy konstrukcji LMJ, laboratorium CEA zdecydowało się na użycie lasera neodymowego o długości fali 1.055 μm (przy pierwszej harmonicznej). Układ laserowy LMJ będzie dysponował 240 wiązkami światła ultrafioletowego o energii 8.2 kJ przypadającej na każdą wiązkę.

Warto również zwrócić uwagę na intensywnie w ostatnich latach rozwijane lasery CO2, KrF czy lasery typu DPSSL (laserów półprzewodnikowych pompowanych przy użyciu silnych diod półprzewodnikowych), które charakteryzują się dużą sprawnością i możliwościami stosowania wysokiej repetycji [44]. Niektóre laboratoria (zwłaszcza ILE w Japonii oraz LLNL w USA) planują wykorzystanie tego typu systemów laserowych do celów termojądrowych w najbliższych latach.

Przeprowadzone symulacje komputerowe wykazały, że do celów termojądrowych potrzebne są jeszcze silniejsze impulsy o mocy rzędu 500 TW, w czasie około 4 ps.

Wydaje się, że prawdziwy przełom spowoduje koncepcja typu ‘‘fast ignitor’’

wykorzystany jest do wytworzenia i wstępnej kompresji gorącej plazmy, zaś drugi krótki impuls (ps) wiązki cząstek (o mocy ~10²⁰ W/cm²) drąży kanał w gęstej i gorącej plazmie, powodując jej szybki zapłon termojądrowy.

Lepszą kompresję plazmy deuterowo–trytowej uzyskano również poprzez modyfikację mikrotarczy. Modyfikacja ta polegała na nałożeniu cienkiej warstwy na pelet (tzw. ablator), która ulegała jonizacji w pierwszej kolejności, istotnie powiększając absorpcję energii promieniowania laserowego [5]. W japońskim układzie laserowym GEKKO XII o mocy promieniowania laserowego 50 TW, ze zmodyfikowanej tarczy deuterowo–trytowej uzyskano wydajność ok. 10¹² neutronów/strzał.

Bardzo dużym zainteresowaniem cieszą się także laserowe akceleratory cząstek naładowanych [46, 47]. Ich duża popularność związana jest z możliwością kontrolowania parametrów tych wiązek. Podstawą działania tego typu akceleratora jest zaburzenie rozkładu ładunku elektrycznego, tzw. pole rufowe⁶. Impuls wiodący, którym może być krótki impuls laserowy albo elektronowy, wydmuchuje elektrony ze zjonizowanego gazu na zewnątrz, pozostawiając za sobą obszar ładunku dodatniego.

Następnie jony dodatnie przyciągają elektrony z powrotem, przez co wokół obszaru naładowanego dodatnio tworzy się pęcherzyk elektronowy. Pole rufowe powoduje, że impuls elektronów z tyłu pęcherzyka bardzo silnie przyspiesza ku przodowi. Powyższe możliwości otwierają nie tylko nową gałąź wiedzy (do diagnostyki zjawisk powstających w wyniku kontaktu lasera z plazmą), ale również szereg zastosowań np.:

w biologii i chemii (terapii protonowej, produkcja radioizotopów), itp..

1.4 Utrzymanie plazmy własnym polem magnetycznym

W wielu laboratoriach prowadzone są również prace badawcze na układach typu Z–, Θ– pinch, których budowa opracowana została w latach 50–tych.

Prace te zmierzają do pełnego wyjaśnienia podstawowych zjawisk fizycznych w układach, w których wytwarzanie gęstej i gorącej plazmy polega na wykorzystaniu silnych wyładowań elektrycznych. Wyładowania te powstają podczas przyłożenia wysokich napięć pomiędzy cylindryczne lub prętowe elektrody umieszczone współosiowo. Dla przykładu, w dużym układzie MAGPIE (W. Brytania) prowadzone eksperymenty ukierunkowane są na wyjaśnienie dynamiki implozji metalowych cylindrów, których ściany boczne wykonane są z cienkich drutów [5]. W innych

cm, badane są wyładowania w otwartej wnęce rezonansowej, w atmosferze powietrza lub wodoru pod ciśnieniem 8 atm. [48]. W szczególności, również z wykorzystaniem modeli numerycznych, prowadzone są badania zmian długości filamentów (niejednorodna struktura pinchu) w czasie, własności fali uderzeniowej, stanów równowagi energii oraz wiele innych zjawisk. Do jednego z największych układów typu Z–pinch zalicza się SATURN, urządzenie zbudowane w Laboratorium Sandia w USA. Obecnie układ SATURN został zmodernizowany i przebudowany w Z–Machine, w którym uzyskano prądy o natężeniu rzędu 27 MA, rysunek 6.

Według najnowszych teoretycznych ocen oszacowano, że do osiągnięcia odpowiedniego zapłonu i wydajności reakcji syntezy jądrowej potrzebne są impulsy rentgenowskie o mocy powyżej 10000 TW i energii rzędu 16 MJ. W związku z tym w Laboratorium Sandia rozpoczęto budowę nowego układu Z–pinch: X–1 Machine.

Innym rodzajem urządzeń, w których plazma utrzymywana jest własnym polem magnetycznym, są układy typu Plasma Focus (PF).

W Polsce badania plazmy wytwarzanej w urządzeniach typu Plasma Focus prowadzone są w instytutach: IPJ (Instytut Problemów Jądrowych) w Świerku i IFPiLM (Instytut Fizyki Plazmy i Laserowej Mikrosyntezy) w Warszawie [49–51]. Pierwsze dwa tego typu urządzenia PF–20 zbudowane zostały w końcu lat 60–tych i eksploatowane były jednocześnie w obu ośrodkach. Badania koncentrowały się głównie na optymalizacji obu układów. Poprzez odpowiednie dobranie geometrii elektrod i izolatora dążono do uzyskania jak największej liczby aktów reakcji jądrowych w wytwarzanej plazmie. Miarą tych reakcji była liczba emitowanych produktów reakcji

Rys. 6. Widok z góry układu Z–Machine, Sandia, USA [48].

układzie PF–150 o maksymalnej energii 150 kJ, który zbudowano w IBJ w Świerku (na zamówienie Wojskowej Akademii Technicznej). Układ ten wyposażony był w dwie koncentryczne miedziane elektrody o średnicach 100 mm i 50 mm oraz długości 200 mm, oddzielone izolatorem wykonanym z ceramiki alundowej. Całość umieszczona była w komorze wykonanej z nierdzewnej stali. Oprócz badań optymalizacyjnych, na układzie PF–150 przeprowadzono wiele eksperymentów, z których uzyskano szereg interesujących wyników. Pozwoliły one na zbadanie wewnętrznej struktury kolumny pinchu, która powstaje podczas wyładowania typu Plasma Focus (PF), jak również określenia miejsc, z których emitowane są intensywne impulsy promieniowania rentgenowskiego.

W latach 70–tych zbudowano w Świerku znacznie większy układ PF–360.

Rysunek 7 przedstawia zdjęcie tego układu [49–51]. Celem eksperymentów, wykonywanych obecnie na układzie typu PF–360 jest zbadanie dynamiki wyładowań typu PF (fazy przebicia, uformowania się warstwy plazmowej, akceleracji tej warstwy wzdłuż osi elektrod oraz fazy kompresji). Badania te przeprowadzane są w funkcji napięcia wyładowania i początkowej wielkości ciśnienia deuteru w komorze układu.

Badana jest między innymi symetria warstwy plazmowej, zarówno w fazie przebicia jak i w fazie kompresji. Istotna jest również prędkość tej warstwy w poszczególnych fazach. Najważniejsza jest jednak zależność emisji neutronów od symetrii i prędkości warstwy plazmowej a tym samym od parametrów wyładowania: ciśnienia gazu, napięcia i prądu wyładowania.

Rys. 7. Zdjęcie układu PF–360 [49].

Jednym z celów powyższych badań jest znalezienie takich parametrów wyładowania, przy których emisja neutronów jest największa. Maksymalnie, na urządzeniu PF–360 przy energii wyładowania około 200 kJ uzyskano 10¹¹ neutronów z jednego wyładowania. Taką samą emisję uzyskano w układzie POSEIDON (układ PF zbudowany i badany w Stuttgarcie) dopiero przy energii wyładowania równej 380 kJ.

Świadczy to o lepszym zoptymalizowaniu układu PF–360. Dla uzyskania jeszcze większej emisji neutronów, w układzie PF–360 zastosowano po raz pierwszy specjalne tarcze kriogeniczne pokryte ciężkim lodem (D2O). Próba ta zakończyła się sukcesem przy U0= 30 kV oraz W0= 130 kJ wydajność neutronowa z pojedynczego wyładowania zwiększyła się z 2.4´10¹⁰ do 3.8´10¹⁰neutronów/strzał.

Satysfakcjonujące wyniki prac poświęconych badaniom dynamiki wyładowania PF oraz optymalizacji wydajności emisji neutronów stanowiły podstawę do zaprojektowania jeszcze większego układu PF–1000 (Rys. 8), który uruchomiono w 1994 roku w IFPiLM w Warszawie [49–51].

Obecnie na układzie PF–1000 wykonuje się pomiary między innymi [52, 53]:

· dynamiki warstwy prądowej – stosowane są w tym celu szybkie kamery kadrowe i smugowe,

· wydajności emisji neutronowej – pomiary wykonane za pomocą kilku srebrnych liczników i scyntylatorów (umiejscowionych pod różnymi kątami do osi układu i w różnej odległości),

Rys. 8. Widok układu PF–1000.

· impulsów promieniowania rentgenowskiego – liczniki scyntylacyjne, PIN diody, detektory półprzewodnikowe,

· wiązek elektronowych i jonowych – detektory Czerenkowa i dielektryczne detektory śladowe typu PM–355.

Maksymalna emisja neutronów, jaką dotychczas udało się osiągnąć w tym układzie to około 2´10¹¹ neutronów/strzał. Układ PF–1000 charakteryzuje się również tym, że w porównaniu z innymi urządzeniami typu PF, czas życia kolumny gęstej i gorącej plazmy w tym układzie jest wyjątkowo długi i wynosi 200 – 300 ns.

W latach 80–tych, zbudowano w Świerku również inne urządzenia typu PF, między innymi układy RPI–IBIS oraz PF–MAJA, rysunek 9 [49, 50].

Urządzenie Maja wyposażone jest we współosiowe cylindryczne elektrody, wykonane z 32 molibdenowych prętów o średnicy 2 mm i długości czynnej 260 mm.

Średnica elektrody zewnętrznej wynosi 130 mm zaś elektrody wewnętrznej 90 mm.

Układ zasilany jest z generatora o energii nominalnej 60 kJ (C0= 48 µF, U0 = 50 kV, prąd zwarcia Iw = 700 kA).

W urządzeniu PF–MAJA przeprowadzane są między innymi badania polaryzacji liniowej promieniowania rentgenowskiego, emitowanego z wyładowania, jak również badania tzw. gorących mikroźródeł (hot spots) i ich korelacji z innymi zjawiskami występującymi podczas wyładowania typu PF [49, 50].

Rys. 9. Zdjęcie układu PF–MAJA.

Badania wyładowania typu Plasma Focus dotychczas wykonywane są w ponad 20–tu krajach. Wiodącym ośrodkiem jest Instytut Kurczatowa w Moskwie, w którym zbudowano układy ISPF i PFE (W = 180 kJ) oraz układ PF–3 z całkowitą energią 2,8 MJ [54, 55]. Badania wykonywane w tych układach koncentrują się głównie na pomiarach promieniowania rentgenowskiego oraz na metodach generowania cząstek naładowanych. Wykonano badania oddziaływania cząstek z naddźwiękowym strumieniem plazmy oraz podjęto próbę zaciskania warstwy prądowej plazmy (w kierunku osi z) za pomocą zewnętrznego pola magnetycznego. Niektóre prace wykonywane w Instytucie Kurczatowa ukierunkowane są na badania nad wykorzystaniem układu typu PF do magnetycznego ściskania gęstej plazmy jonowej.

1.5 Wnioski z analizy dotychczasowego stanu wiedzy w dziedzinie badań nad kontrolowanymi reakcjami syntezy jądrowej

Z przedstawionego wyżej opisu badań zamkniętych pułapek magnetycznych typu Tokamak i Stellarator wynika, że osiągnięto znaczny postęp w badaniach, zarówno teoretycznych jak i eksperymentalnych, takich układów. W zakresie teorii udało się opracować rozbudowane programy komputerowe, które są obecnie wykorzystywane do różnych badań symulacyjnych. Dzięki temu możliwe jest przewidywanie własności (tj.

najważniejszych parametrów) plazmy w różnych warunkach eksperymentalnych.

Należy tu wyjaśnić, że stosowane uprzednio analizy oparte na prostych przybliżeniach MHD nie dostarczały pełnej informacji o zachowaniu plazmy w tego typu układach.

Dzięki rozwojowi techniki eksperymentalnej i budowie wielu układów badawczych (głównie typu Tokamak) stało się również możliwe zbadanie różnych technik wytwarzania, nagrzewania i utrzymywania plazmy.

Porównanie wyników z kilku największych eksperymentów typu Tokamak zostało przedstawione na rysunku 10. Na ich podstawie można stwierdzić, że badania nad kontrolowana syntezą jądrową wkroczyły obecnie w kolejny etap.

Udokumentowane osiągnięcia, które uzyskano w różnych układach badawczych (patrz Rys. 10), stały się podstawą do zaplanowania i realizacji następnych kroków w kierunku opanowania energetyki termojądrowej [3, 56].

Duże nadzieje wiąże się z budowanymi obecnie układami W7–X, HT7–U, JT60–S.C. itp.. Oprócz tego modernizowane są istniejące układy, np. TORE SUPRA i LHD, w których zaistniała potrzeba rozwiązania problemów związanych z użyciem nadprzewodzących magnesów i długich impulsów nagrzewających plazmę. Należy tu podkreślić, że w nowych lub zmodernizowanych pułapkach typu Tokamak oraz Stellarator, które różnią się rozmiarami i sposobami wykorzystania nowych osiągnięć technologii, wytwarzana jest plazma o parametrach zbliżonych do wartości umożliwiających uzyskanie dodatniego bilansu energetycznego.

Bogate dane eksperymentalne uzyskane w układach typu Tokamak i Stellarator nie gwarantują jednak w pełni praktycznego opanowania kontrolowanej syntezy termojądrowej. Budowa nowych i kosztownych układów badawczych prowadzi do powstawania wielu różnic konstrukcyjnych, konieczności stosowania różnych parametrów wyładowania i nie zawsze kompatybilnych technik pomiarowych. W tej sytuacji nie można porównywać ze sobą wszystkich zgromadzonych danych eksperymentalnych. Z drugiej strony budowa wielkich i bardzo złożonych układów badawczych pochłania ogromne nakłady finansowe. Doprowadza to do zwiększenia wydajności neutronów z reakcji syntezy, ale z drugiej strony komplikuje zrozumienie mechanizmów ich generacji. Pojawiają się problemy związane z rozwojem różnych niestabilności gorącej plazmy oraz dużymi stratami cząstek α, które pochodzą z reakcji Rys. 10. Wartości iloczynu ciśnienia i czasu utrzymywania plazmy oraz wartości tzw. potrójnego iloczynu (gęstości jonowej, temperatury jonowej i czasu utrzymywania) w zależności od temperatury jonowej, które uzyskano w czterech dużych eksperymentach na układach typu Tokamak wykorzystujących reakcje

D

D- lub D-T [8].

syntezy D-T i powinny skutecznie nagrzewać plazmę. Bardzo skomplikowana konstrukcja nowych pułapek magnetycznych utrudnia stosowanie wielu różnych układów diagnostycznych, co prowadzi do ograniczenia informacji o zachowaniu badanej plazmy. Poza tym istnieją poważne zagrożenia odnośnie wytrzymałości stosowanych materiałów konstrukcyjnych. Może to znacznie utrudnić, jeśli nie uniemożliwić, osiągnięcie zamierzonych celów w dziedzinie magnetycznego utrzymywania plazmy. Dlatego w wielu ośrodkach prowadzone są nadal prace nad inercyjnym utrzymywaniem plazmy (ICF).

W ostatnich latach osiągnięto w tej dziedzinie wyraźny postęp. Związany on był z szybkim rozwojem techniki laserowej i możliwościami wytwarzania wiązek laserowych o wielkiej mocy (rzędu wielu TW). Ważnym celem jest także opracowanie nowych metod optyki laserowej oraz wytwarzania ultrakrótkich impulsów o czasach trwania rzędu fs [5]. Przy omawianiu ICF należy także wspomnieć o postępie w badaniach silnoprądowych wyładowań typu Z–pinch, np. o eksperymentach w Laboratorium Sandia, w których inercyjne utrzymywanie plazmy jest realizowane przez krótkie impulsy prądowe o natężeniach osiągających dziesiątki MA. W USA planowana jest budowa jeszcze większych układów tego typu.

Oprócz wymienionych wyżej osiągnięć i zamierzeń programów badawczych dotyczących utrzymywania magnetycznego oraz utrzymywania inercyjnego plazmy – należy także zauważyć, że w ostatnich latach nastąpił wyraźny rozwój badań nad wyładowaniami typu Plasma Focus.

Zaletą układów typu PF jest ich stosunkowo prosta konstrukcja i stosunkowo niewielkie koszty budowy i eksploatacji, przy czym układy takie mogą wytwarzać plazmę o parametrach termojądrowych. Prosta budowa układów typu PF umożliwia jednoczesne stosowanie wielu urządzeń diagnostycznych i wykonanie pomiarów parametrów plazmy podczas jednego wyładowania. Ponadto, wyładowania typu PF mogą generować intensywne impulsy promieniowania rentgenowskiego i neutronów, a także impulsowe wiązki relatywistycznych elektronów i wysokoenergetycznych jonów.

Impulsy takie mogą być wykorzystane w medycynie, inżynierii materiałów, radiologii, technologii półprzewodnikowej itp.. Należy tu dodać, że doświadczenie i dorobek polskich ośrodków badawczych w dziedzinie fizyki i technologii układów PF został zauważony i doceniony. W 1999 roku, pod auspicjami UNESCO, przy IFPiLM w Warszawie utworzono International Centre for Dense Magnetized Plasmas (ICDMP).

korzystać z układu PF–1000 oraz specjalistycznej aparatury pomiarowej grupom badawczym z całego świata, którzy przyjeżdżają do Warszawy w celu uczestniczenia w kolejnych sesjach pomiarowych. Duże wydajności neutronowe i powodzenie kolejnych dużych eksperymentów typu PF spowodowały, że niektórzy z badaczy zaproponowali skalowanie dotychczasowych wyników do poziomu reaktora termojądrowego. Przykład takiej ekstrapolacji przedstawiono na rysunku 11.

Optymistyczne skalowanie przedstawione na powyższym rysunku, nie może stanowić podstawy do budowy reaktora termojądrowego, ponieważ największe eksperymenty PF (z elektrodami typu Mathera) osiągnęły dopiero niedawno poziom 1 MJ. Należy zaznaczyć, iż taka zależność wydajności reakcji syntezy od prądu wyładowania, została potwierdzona eksperymentalnie jedynie we Frascati.

W ostatnich latach, dzięki licznym pracom eksperymentalnym i teoretycznym osiągnięto znaczny postęp w zrozumieniu fizyki wyładowań typu PF. Zaproponowano i opanowano nowe metody pomiarowe [56]. Do najważniejszych osiągnięć w omawianej dziedzinie można zaliczyć m.in. udane dwuwymiarowe (2D) symulacje komputerowe fazy przebicia i formowania warstwy prądowej oraz fazy akceleracji poosiowej.

Rys. 11. Ekstrapolacja dotychczasowych eksperymentów typu PF, w której przedstawiono wydajność emisji neutronowej w funkcji natężenia całkowitego prądu wyładowania [5]. Parametr k = 1 lub 2 opisuje stosunek energii uzyskanej z reakcji syntezy do energii dostarczanej do układu.

Umożliwiają one określenie rozkładu koncentracji i temperatury elektronowej. Do najważniejszych osiągnięć zaliczyć również należy nowe obserwacje eksperymentalne dotyczące struktury kolumny gęstej plazmy namagnetyzowanej (DMP), np. włókien prądowych (current filaments) i tzw. gorących punktów (hot spots). Obliczenia modelowe są weryfikowane na podstawie nowych danych eksperymentalnych, które uzyskuje się za pomocą szybkich kamer fotograficznych, a także pomiarów wiązek elektronowych i jonowych oraz impulsów neutronowych z wyładowań PF.

Mimo wymienionych wyżej osiągnięć, wiele zjawisk fizycznych związanych z wyładowaniami typu PF nie zostało jeszcze wytłumaczone. Nie została wyjaśniona rola różnych mechanizmów generacji neutronów i innych produktów reakcji syntezy (np.

szybkich protonów), nie zbadano dokładnie mikrostruktury kolumny DMP, nie wyjaśniono przyczyn występowania tzw. dobrych strzałów i złych strzałów, itp..

W tej sytuacji, biorąc pod uwagę obecne możliwości prowadzenia badań eksperymentalnych w IPJ w Świerku oraz IFPiLM w Warszawie, zasadne było podjęcie dalszych, bardziej szczegółowych badań w celu uzyskania nowych, wartościowych danych eksperymentalnych i wyjaśnienia niektórych zjawisk występujących w układach typu Plasma Focus.

Omawiane w niniejszej rozprawie doktorskiej badania, polegające na przygotowaniu odpowiedniej aparatury diagnostycznej, wykalibrowaniu użytego w eksperymencie dielektrycznego detektora śladowego, zebraniu materiałów doświadczalnych oraz opracowaniu wyników, przeprowadzone zostały w ramach zespołu prof. Marka Sadowskiego, pod jego bezpośrednim naukowym kierownictwem.

Prace eksperymentalne przeprowadzono także we współpracy z innymi pracownikami z IPJ oraz IFPiLM z kilku grup badawczych.

Przygotowanie dielektrycznego detektora śladowego do pomiarów protonów emitowanych z reakcji syntezy, prowadzone zostało we współpracy z Zakładem I – IPJ.

Pierwszy etap kalibracji detektora polegał na naświetleniu uprzednio przygotowanych próbek detektora monoenergetycznymi wiązkami protonów. Źródłem wiązki protonów był akcelerator Lech typu Van der Graaff’a (Zakład I – IPJ) oraz akcelerator Tandem typu Van der Graaff’a (Uniwersytete w Erlangen – Nürnberg, Niemcy). Powyższe prace przeprowadzone zostały w całości przez prof. Mariana Jaskółę oraz dr Andrzeja Kormana. Drugi etap prac polegający na obróbce detektora oraz wyznaczeniu krzywej kalibracyjnej wykonane zostały przez autora pracy pod kierownictwem dr Adama

Badania w układzie PF–360, polegające na pomiarach rozkładów kątowych oraz widm energetycznych protonów, przeprowadzone zostały przez autora pracy w ramach pracowni dr Lecha Jakubowskiego.

Pomiary protonów emitowanych z plazmy wytwarzanej w układzie PF–1000 prowadzone zostały przez autora pracy, pod naukowym kierownictwem dr Adama Szydłowskiego. Pomiary te przeprowadzono jako dodatkową diagnostykę w ramach eksperymentów prowadzonych przez zespół dr Marka Scholza (IFPiLM).

Rozdział 2

Sformułowanie tezy naukowej

2.1 Teza naukowa i cel pracy doktorskiej

Na podstawie wniosków z przeprowadzonej wyżej oceny stanu wiedzy w dziedzinie badań nad kontrolowaną syntezą jądrową, w ramach zamierzonej pracy doktorskiej postanowiono skoncentrować się na badaniach emisji produktów reakcji syntezy, które zachodzą w plazmie wytwarzanej przez wyładowania typu Plasma Focus.

W czasie formułowania głównej tezy do zamierzonych badań zwrócono uwagę na fakt, że stosunkowo prosta konstrukcja układu PF pozwala zastosować szereg urządzeń diagnostycznych, co umożliwia szczegółowe pomiary wielu parametrów plazmy, nawet podczas pojedynczego wyładowania. Jednocześnie stwierdzono, że na podstawie dostępnych danych nie można wyciągnąć wniosku, jaka jest rola różnych mechanizmów reakcji jądrowych zachodzących w kolumnie gęstej plazmy namagnetyzowanej. Do tej pory nie wiadomo czy przeważają oddziaływania termojądrowe, czy też reakcje zachodzą w wyniku bombardowania plazmy i tarczy gazowej przez wiązki prędkich deuteronów, które są przyspieszane przez lokalne, silne pola elektromagnetyczne występujące w plazmie. W wyniku chaotycznych zderzeń deuteronów (mechanizm termojądrowy), powinny być emitowane neutrony o średniej energii 2.45 MeV, o rozkładzie energetycznym zbliżonym do krzywej Gaussa.

Szerokość połówkowa takiego widma powinna wynosić 82.5 kT . W ten sposób można byłoby określić wartości temperatury jonowej plazmy, oczywiście pod warunkiem, że rozkład energetyczny jest wyznaczony dostatecznie dokładnie. W drugim kanale reakcji D-D emitowane są protony o średniej energii 3.0 MeV i podobnie jak w przypadku neutronów, jeżeli przeważającym mechanizmem reakcji syntezy byłby mechanizm termojądrowy, rozkłady energetyczne protonów powinny być także opisane krzywą Gaussa, o szerokości połówkowej równej 91.6 kT . W plazmie (zwłaszcza DMP) mogą jednak pojawiać się silne pola elektryczne skutecznie przyspieszające liczne grupy deuteronów. Pola takie wytwarzane są przez różnego rodzaju niestabilności, fale plazmowe i inne zjawiska [57]. Rozkłady energetyczne produktów reakcji jądrowych, tj. neutronów i protonów, wytwarzanych przez wiązki prędkich deuteronów w mechanizmie wiązka–tarcza (beam–target mechanism), mogą się znacznie różnić od rozkładów energetycznych produktów z reakcji czysto

termojądrowych. Model wiązka–tarcza polega na oddziaływaniu szybkich deuteronów o energiach ³50keV z tarczą składającą się z tła plazmy o wysokiej gęstości i temperaturze, czy częściowo zjonizowanego gazu znajdującego się w bliskim obszarze pinchu. Istotną różnicę może stanowić przesunięcie i rozszerzenie rozkładów energetycznych w kierunku wyższych energii. Wielkość przemieszczenia widma energetycznego zależy od energii reagentów i kąta obserwacji, pod którym prowadzone są pomiary w stosunku do kierunku pierwotnej wiązki deuteronów.

Pomiary produktów reakcji syntezy dostarczają wiele cennych informacji o podstawowych parametrach plazmy i mechanizmach reakcji jądrowych. W wielu laboratoriach na całym świecie dotychczas badano głównie neutrony. Pomiarom szybkich protonów pochodzących z drugiego kanału reakcji D-D poświęcano niewiele uwagi, chociaż produkty te mogą dostarczyć wiele informacji uzupełniających.

Należy zauważyć, że szybkie protony mogą być mierzone z lepszą rozdzielczością przestrzenną i energetyczną w porównaniu z neutronami.

W związku z powyższym, w ramach podjętej pracy doktorskiej postanowiono skoncentrować się na badaniach protonów pochodzących z reakcji syntezy D-D zachodzących w gorącej plazmie wytwarzanej w urządzeniach typu Plasma Focus. Jako główny cel pracy przyjęto udowodnienie, że pomiary rozkładu kątowego emisji szybkich protonów (pochodzących z reakcji syntezy) pozwalają określić przestrzenny rozkład obszarów, w których zachodzą takie reakcje, ocenić ich wydajność oraz ich mikrostrukturę. Przyjęto również, że badania rozkładu energetycznego protonów pozwolą ocenić, które mechanizmy reakcji jądrowych (tj. oddziaływania termojądrowe czy oddziaływania typu wiązka–tarcza) są odpowiedzialne za obserwowaną emisję szybkich protonów i neutronów.

Postanowiono, że w celu udowodnienia powyższej tezy konieczne będzie wykonanie szeregu prac eksperymentalnych, a mianowicie:

1. Zbadanie możliwości zastosowania dielektrycznych detektorów śladowych (Solid State Nuclear Track Detectors – SSNTD’s) do pomiarów cząstek naładowanych w układach typu PF, m.in. zbadanie wpływu promieniowania γ oraz elektronów na formowanie śladów w wybranych detektorach.

2. Pomiary zastosowanych detektorów śladowych polegające na wyznaczeniu ich krzywych kalibracyjnych, tj. zależności średnic zarejestrowanych śladów od energii protonów i innych parametrów procesu trawienia.

3. Określenie wydajności emisji protonów z pojedynczych wyładowań oraz z serii wyładowań realizowanych w ustalonych warunkach w badanych układach typu PF.

4. Określenie rozkładu przestrzennego emisji protonów poprzez pomiary za pomocą kamer jonowych typu pinhole rozmieszczonych pod różnymi kątami względem osi symetrii układów typu PF. W ramach tych pomiarów wykonanie po raz pierwszy badań struktury kolumny DMP poprzez pomiary protonów w różnych kierunkach radialnych (tj. w płaszczyźnie prostopadłej do osi symetrii elektrod).

5. Określenie rozkładów energetycznych badanych protonów na podstawie zarejestrowanych śladów i wyznaczonych uprzednio krzywych kalibracyjnych detektora.

6. Porównanie wyników pomiarowych z obliczeniami widm energetycznych produktów reakcji jądrowych w celu określenia, który z mechanizmów oddziaływań jądrowych przeważa i jaka była temperatura jonowa plazmy.

Jako podstawowe narzędzie badawcze do wykonania zaplanowanych badań wybrano dielektryczne detektory śladowe (SSNTD), w szczególności detektory typu CR–39/PM–355. Wzięto pod uwagę, że produkty reakcji syntezy jądrowej były dotychczas badane w wielu różnej wielkości układach PF, w których wyładowania realizowane były przy różnej geometrii elektrod, różnych ciśnieniach i składzie gazu roboczego, różnych wartościach impulsów prądowych i przebiegów napięciowych.

Dlatego w ramach niniejszej pracy postanowiono również sprawdzić, w jaki sposób emisja produktów reakcji jądrowych zależy od parametrów układu zasilania (tj.

energii i prądu wyładowania) oraz od innych parametrów pracy układu PF. W tym celu postanowiono wykorzystać dwa różne urządzenia eksperymentalne: układ PF–360 badany w IPJ w Świerku oraz wielki układ PF–1000 badany w IFPiLM w Warszawie.

Rozdział 3

Układ eksperymentalny

3.1 Opis zjawiska Plasma Focus

Urządzenie Plasma Focus (PF) należy do grupy układów eksperymentalnych, w których silnoprądowe wyładowanie w gazie, wytwarza ognisko gęstej (n>10¹⁹cm^-3) i gorącej plazmy (~ 1 keV) o długości kilku centymetrów i średnicy rzędu 1 mm, oraz o stosunkowo krótkim czasie trwania wynoszącym 100 – 200 ns. W układach tych plazma utrzymywana jest własnym polem magnetycznym i stanowi intensywne źródło promieniowania rentgenowskiego, wiązek elektronowych i jonowych oraz produktów reakcji syntezy (neutronów i protonów w przypadku deuteru jako gazu roboczego).

Pierwsze urządzenia PF zbudowano na początku lat 60–tych. Na świecie równocześnie rozwijały się dwa różne typy tych układów: w Los Alamos (USA) zaprojektowany został układ typu Mathera [58], zaś w Instytucie im. Kurczatowa (Moskwa) układ typu Fillipova [59]. Odpowiednie schematy tych układów przedstawiono na rysunku 12.

23

Podstawowymi elementami każdego układu typu Plasma Focus są: dwie cylindryczne współosiowe elektrody, najczęściej wykonane z miedzi lub stali, oddzielone izolatorem o odpowiednio dobranym kształcie, wykonanym ze szkła typu Pyrex bądź z ceramiki alundowej oraz baterie kondensatorów o minimalnej

Rys. 12. A – układ typu Mathera, B – układ typu Fillipova.

A B

3 2

1

elektroda zewnętrzna elektroda

wewnętrzna izolator

izolator

elektroda wewnętrzna

elektroda zewnętrzna

1 2 3

indukcyjności i pojemności od kilkudziesięciu do kilkusetmF, stanowiące źródło energii elektrycznej układu. Elektrody te umieszczone są w komorze próżniowej napełnionej gazem roboczym (najczęściej deuterem lub wodorem) do ciśnienia kilku torów.

Ciśnienie to jest tak dobrane aby wyładowanie rozpoczynało się po powierzchni izolatora. Różnica pomiędzy układam typu Mathera a układem typu Fillipova polega na innym stosunku średnic elektrod (Ø) do ich długości (l). W układzie typu Mathera

Ø >1

l , natomiast w układzie typu Fillipova Ø <1 l .

Na rysunku 12 pokazano trzy fazy wyładowania: w fazie 1, która rozpoczyna się w momencie przyłożenia napięcia, następuje przebicie elektryczne w gazie po powierzchni izolatora i uformowanie się warstwy prądowej. Kolejnym etapem jest oderwanie warstwy prądowej od izolatora i jej akceleracja przez siłę elektromagnetyczną

(

)

Poza różnicą w rozmiarach geometrycznych elektrod, w układzie typu Mathera uformowana warstwa prądowa ulega akceleracji wzdłuż osi elektrod i dopiero przy ich końcu zbiega się do osi, natomiast w urządzeniu typu Fillipova warstwa prądowa po oderwaniu od izolatora przyspieszana jest głównie w kierunku radialnym.

Szczegółowy opis kolejnych faz w wyładowaniu typu Plasma Focus przedstawiono dla układu z elektrodami typu Mathera, ponieważ na tego typie urządzeniu przeprowadzono badania eksperymentalne.

Po napełnieniu komory gazem pod ciśnieniem kilku lub kilkunastu torów i przyłożeniu wysokiego napięcia (od 20 do 60 kV) pomiędzy elektrody, utworzona zostaje warstwa prądowa, która przewodzi prąd wyładowania o natężeniu rzędu setek kA do kilku MA. W ciągu pierwszych kilkuset nanosekund wyładowania warstwa prądowa ma strukturę włóknistą, jednak wraz ze wzrostem prądu wyładowania włókna zanikają a struktura warstwy staje się jednorodna. Jest to pierwsza faza tzw. breakdown, która ma istotny wpływ na późniejszy rozwój wyładowania, którego końcowym rezultatem jest utworzenie się ogniska plazmowego i emisja dużego strumienia neutronów (3´10¹¹ neutronów/strzał – wyładowanie na układzie PF–1000) [60, 61]. W fazie tej wyładowanie rozwija się w obszarze międzyelektrodowym, na powierzchni izolatora, przy czym wewnętrzna elektroda jest na potencjale dodatnim. Na formowanie warstwy prądowej w fazie breakdown i w konsekwencji na dalszy przebieg

wyładowania istotny wpływ mają: rodzaj, kształt i stan powierzchni izolatora, rodzaj i konstrukcja elektrod przy izolatorze, ciśnienie i rodzaj gazu roboczego, wielkość przykładanego napięcia oraz szybkość narastania prądu wyładowania.

Na skutek oddziaływania warstwy prądowej z polem magnetycznym indukowanym przez prąd płynący po elektrodzie wewnętrznej, warstwa zostaje oderwana od izolatora i rozpędzona w obszarze międzyelektrodowym zagarniając napotykany gaz. Jest to tzw. faza akceleracji lub rundown. W fazie tej, kształt warstwy wynika z wielkości siły Lorentz’a. Siła ta zależy od promienia jak 1 r , co powoduje,/ ² że warstwa prądowa przyjmuje paraboliczny kształt. Jej osiowa prędkość osiąga większe wartości przy elektrodzie wewnętrznej niż przy powierzchni elektrody zewnętrznej. Grubość warstwy pomiędzy elektrodami wynosi około 1 cm, przy czym można wyróżnić w niej dwa obszary: gęsty – na przodzie – intensywnie emitujący promieniowanie o szerokim rozkładzie widmowym i rzadki – z tyłu – przez który przepływa około 80 % całkowitego prądu. Prędkość warstwy wkrótce po oderwaniu jej od izolatora ustala się i wynosi – w zależności od ciśnienia wyładowania

7

6 10

10

5´ - cm/s. Długości i średnice elektrod powinny być odpowiednio dobrane w stosunku do wielkości ciśnienia gazu roboczego oraz w stosunku do energii i innych parametrów wyładowania (napięcie, itp.). Celem takiej optymalizacji jest zsynchronizowanie wielkości prądu wyładowania z położeniem warstwy plazmowej w obszarze miedzy elektrodami. Obwód wyładowania uważa się za zoptymalizowany, wtedy gdy prąd wyładowania osiąga maksimum, przy czym warstwa znajduje się przy końcu elektrod, wówczas w warstwie zmagazynowana jest maksymalna energia.

Przy końcu elektrod tzw. faza kolapsu warstwa ulega gwałtownemu przyspieszeniu radialnemu, implodując na oś elektrody centralnej i utworzone zostaje tzw. ognisko plazmowe (Plasma Focus). Energia kinetyczna jaką cząstki nabyły w ruchu postępowym wzdłuż osi elektrod zostaje zamieniona w energię ruchów chaotycznych cząstek tak, że plazmie można przypisać temperaturę rzędu kilku kiloelektronowoltów, choć pełny stan równowagi termodynamicznej nie jest osiągalny.

Z formowaniem pinchu wiąże się gwałtowny wzrost napięcia na elektrodach oraz nagły, charakterystyczny spadek natężenia prądu wyładowania. Jest to związane z szybką zmianą indukcyjności układu elektrycznego szczególnie podczas fazy kolapsu oraz gwałtowną zmianą oporności omowej plazmy w ognisku plazmowym. Zjawisko to prowadzi do utworzenia struktury włóknistej i tzw. hot spots, które rozpadają się po

czasie rzędu 5 – 10 ns, emitując intensywne wiązki elektronowe. Faza pinchu trwa około 100 ns, po czym na sznurze pojawiają się makroniestabilności magnetohydrodynamiczne (MHD) (głównie typu m = 0), następnie niestabilności kinetyczne, które powodują rozerwanie ogniska plazmowego. Podczas tych zjawisk generowane są silne pola elektryczne, które przyspieszają cząstki naładowane (elektrony i deuterony) do energii rzędu MeV, czego efektem jest intensywna emisja neutronów i twardego promieniowania rentgenowskiego.

Główne dynamiczne charakterystyki wyładowania w układzie PF, takie jak akceleracja warstwy prądowej, prędkość jej zaciskania czy energię wewnętrzną pinchu, można w sposób przybliżony obliczyć wykorzystując tzw. jednowymiarowy model snow–plow. Dwuwymiarowy model snow–plow umożliwia oszacowanie przebiegu wyładowania przy założeniu, że warstwa plazmowa jest nieskończenie cienka oraz, że warstwa ta zagarnia napotkany w obszarze międzyelektrodowym gaz. Obliczenia te można wykonać w zależności od równań obwodu, masy nagarnianego gazu i początkowej geometrii elektrod w układzie PF. Wyniki tych obliczeń można porównać z odpowiednimi wielkościami wyznaczonymi eksperymentalnie. Rysunek 13 przedstawia wyniki obliczeń jakie wykonano dla urządzenia PF–1000.

Pomiary prądu i napięcia wyładowania należą do tak zwanych diagnostyk rutynowych. Całkowity prąd wyładowania I

( )

pasa Rogowskiego. Na sygnale z obwodu różniczkowego (jest to tzw. sygnał pochodnej prądu

( )

Rys. 13. Obliczenia zmian prądu i napięcia w funkcji czasu przy użyciu modelu 2D snow–plow [62].

wykorzystywany jest jako sygnał referencyjny przy określeniu czasu życia ogniska plazmowego i momentu emisji promieniowania X i neutronów z tego ogniska.

Przykładowe sygnały z dzielnika napięcia i pasa Rogowskiego (sygnały napięcia i prądu) uzyskane w układzie PF–1000 przedstawia rysunek 14. Sygnały te odwzorowują fazy wyładowania i dostarczają ważnych informacji o dynamice warstwy plazmowej.

Obliczenia, które wykonano w oparciu o model snow–plow, pozwoliły dość dokładnie opisać (odtworzyć) przebieg wyładowania w początkowych fazach, ale okazały się zupełnie niedokładne przy opisie faz końcowych tzn. fazy implozji i rozpadu ogniska plazmowego. Lepszą zgodność z wynikami eksperymentalnymi uzyskuje się wykorzystując w obliczeniach kody numeryczne, które zbudowano w oparciu o dość złożone modele fizyczne. Model MHD, do którego dodatkowo dołączono człony opisujące pewne procesy atomowe takie np. jak jonizacje w gazie neutralnym, dość dobrze opisuje rozwój wyładowania w fazach początkowych (przebicie, oderwanie warstwy od izolatora i jej akcelerację wzdłuż osi elektrod). W równaniach MHD (magnetohydrodynamiki) gaz utożsamiany jest z przewodzącą cieczą, zaś podstawę modelu stanowią równania magnetohydrodynamiczne, które opisują oddziaływanie pomiędzy makroskopowymi właściwościami strumienia zjonizowanego gazu a polem magnetycznym. Równania MHD (w których wykorzystuje się równania zachowania masy, pędu, energii), opisują gęstość masy plazmy, prędkość jej elementu, ciśnienie i pole magnetyczne w danym punkcie przestrzeni i określonej chwili. Obliczenia, które wykonano dla urządzenia PF–1000, objęły fazy wyładowania występujące po fazie breakdown, czyli zaraz po uformowaniu warstwy prądowej [62].

Założono, że warstwa prądowa zaczyna poruszać się w punkcie z = –0.5 cm, poczynając od końca elektrody wewnętrznej oraz, że początkowo warstwa przylega do izolatora.

Rys. 14. Typowe oscylogramy przedstawiające przebiegi prądu i napięcia [62].

rozmiary układu elektrod urządzenia PF–1000 (promień elektrody wewnętrznej, promień elektrody zewnętrznej, promień osi w otwartej elektrodzie wewnętrznej i długości elektrody). Obliczenia wykonano dla obszaru o kształcie prostokąta o wymiarach rm = 0.3 m i zm = 0.26 m, który rozciągał się wzdłuż osi elektrod, poczynając od końca elektrody wewnętrznej. Założono, że gaz (ciecz) jest początkowo w temperaturze pokojowej i że gaz ten zjonizowany jest w 1% i znajduje się pod ciśnieniem 400 Pa. Rezultaty wykonanych obliczeń przedstawiono na rysunku 15.

Z przeprowadzonych obliczeń numerycznych z wykorzystaniem dwuwymiarowego modelu MHD, otrzymano dość dobrą ilościową zgodność z wynikami uzyskanymi eksperymentalnie. Dla przykładu obliczona maksymalna wartość prądu (Rys. 15 a)), była wyższa tylko o około 15 % od wielkości prądu zmierzonego, zaś obliczona prędkość dla fazy rundown tj. 8.9´10⁴m/s była wyższa od prędkości zmierzonej tj. 8´10⁴m/s tylko o około 11 %. Na rysunku 15 b) przedstawiono profil gęstości plazmy, który został obliczony dla momentu maksymalnej kompresji warstwy prądowej na osi układu (oś z). Jak widać na rysunku, warstwa plazmy jest relatywnie cienka i przyjmuje kształt paraboli. W obszarze usytuowanym na osi układu w pobliżu końca elektrod, minimalna wielkość promienia wytworzonej kolumny plazmowej

Rys. 15. Rezultaty obliczeń numerycznych modelu 2D MHD [62].

wynosi 0.048 m, zaś gęstość plazmy osiąga wielkość 5´10²⁵m . Na rysunku 15 c)^-3 przedstawiono rozkład temperatury elektronowej w utworzonym ognisku plazmowym.

Maksymalna temperatura tj. 600 eV występuje w miejscu, w którym kolumna plazmy ulega maksymalnemu zaciśnięciu. Temperatura ta jest jednak niższa niż temperatura wyznaczona eksperymentalnie. Początkowa wielkość prędkości warstwy plazmowej w fazie pinchu jest relatywnie niska, jednak w momencie gdy warstwa plazmowa zbliża się do osi elektrod prędkość ta wzrasta do wielkości 4´10⁴m/s. Brak jednak danych eksperymentalnych, aby wyniki obliczeń numerycznych można było porównać z wynikami pomiarów.

Rysunek 16 przedstawia przykładowe zdjęcia warstwy plazmowej, które zostały wykonane przy użyciu szybkich kamer kadrowych. Kamery te wyposażone były w przetworniki elektro–optyczne. Szybka fotografia kadrowa umożliwia pomiar położenia warstwy plazmowej w poszczególnych jej fazach, a także obserwację szybkich zmian jasności jej świecenia. W celu dokładnego zbadania procesu ewolucji warstwy, posłużono się trzy–kadrową optyczną kamerą z czasem ekspozycji około 1 ns oraz z rozdzielczością przestrzenną 0.4 mm. Obrazy przedstawione na rysunku 16 zostały zarejestrowane w różnych momentach ewolucji warstwy plazmowej: w fazie kompresji A, w fazie minimalnej wartości promienia B oraz w fazie niestabilności i rozpadu pinchu C. Faza kompresji (tworzenie kolumny plazmowej) trwa średnio około 200 ns.

Utworzony sznur plazmowy ma długość około 0.12 m, żyje średnio około 1000 ns, po czym pojawiające się na nim niestabilności powodują rozerwanie ogniska plazmowego.

Rys. 16. Przykładowa sekwencja obrazów uzyskanych za pomocą kamery kadrowej na układzie PF–1000, gaz roboczy – deuter, ciśnienie 400 Pa [62].

A B C

–0.005 ms 0.005 ms 0.025ms

Rysunek 17 przedstawia sygnały elektryczne uzyskane z różnych układów diagnostycznych (PIN–diody, sondy scyntylacyjne, liczniki Czerenkowa, sondy dI/dt) podczas wyładowania urządzenia PF–1000 [63]. Poszczególne układy diagnostyczne rejestrowały różne promieniowanie emitowane z warstwy plazmowej zarówno w fazie kompresji jak również w fazie ogniska plazmowego.

Interesujące i najważniejsze zjawiska, wnoszące najwięcej informacji na temat plazmy zachodzą w fazie pinchu oraz podczas jego rozpadu. W fazie pinchu emitowany jest silny sygnał miękkiego promieniowania rentgenowskiego (3 ÷ 8 keV oraz 0.8 ÷ 4 keV, obserwowany na PIN–diodzie, rysunek 17), który silnie zależy od gęstości i temperatury plazmy. Od tych warunków zależy również emisja wytworzonych z reakcji syntezy neutronów i protonów (dla przypadku kiedy gazem roboczym jest deuter).

Temperaturę plazmy można również określić na podstawie pomiarów prędkich jonów i elektronów przyspieszanych w wzdłuż osi pinchu, lecz emitowanych w przeciwnych kierunkach ze względu na ich ładunek. Wiązka prędkich elektronów uderzając w powierzchnie elektrody wewnętrznej staje się źródłem emisji twardego promieniowania rentgenowskiego (8 ÷ 30 keV, obserwowany za pomocą detektorów Czerenkowa, rysunek 17). Dodatkowe informacje wnoszą pomiary sygnału dI /dt z pasa Rogowskiego.

Rys. 17. Przykładowe przebiegi twardego–, miękkiego– promieniowania rentgenowskiego, elektronów, dI/dt oraz neutronów [63].